AUTORITÉ
DE SÜRETE
NUCLÉAIRE
DIVISION DE BORDEAUX
Référence : CODEP-BDX-2010-034650 Monsieur le directeur du CNPE de Civaux BP n° 64 86320 Civaux Bordeaux, le  28 juin 2010 Objet :
Contrôle des installations nucléaires de base Centre nucléaire de production d'électricité de Civaux Inspection INS-2010-EDFCIV-0003 du 8 juin 2010 - Conduite incidentelle et accidentelle Monsieur le directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire, une inspection courante a eu lieu le 8 juin 2010 au centre nucléaire de production d'électricité de Civaux sur le thème "Conduite incidentelle et accidentelle".

J'ai l'honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui résultent des constatations faites, à cette occasion, par les inspecteurs.

## Synthèse De L'Inspection

L'inspection portait sur l'organisation mise en place par le site pour la conduite des réacteurs en cas de situation incidentelle ou accidentelle. Elle avait pour objet de vérifier la bonne déclinaison par le site des consignes établies au niveau national, la prise en compte du retour d'expérience tiré à la suite de différents événements avant nécessité la mise en œuvre de procédures de conduite incidentelle et la gestion de certains matériels mobiles utilisés uniquement dans les situations incidentelles ou accidentelles.

Les inspecteurs ont constaté que le site gère avec sérieux la déclinaison du référentiel national. La validation à blanc des consignes permet de mettre en évidence des écarts, dont le suivi et les corrections sont ensuite assurés. Sur ce point, les inspecteurs considèrent que le site a progressé depuis la dernière inspection sur le même thème. Les inspecteurs ont contrôlé par sondage la mise en œuvre de certaines actions décidées à la suite d'événements significatifs et ont constaté leur bonne réalisation. Le contrôle de documents opératoires (gammes) d'essais périodiques relatifs à des capteurs utilisés en situations incidentelles ou accidentelles n'a pas fait l'objet de remarque.

Les inspecteurs se sont ensuite rendus en salle de commande et au panneau de repli du réacteur n°1 pour vérifier par sondage la validité des consignes de conduite sous format papier et informatique et la cohérence des mes de certains paramètres. Enfin, une visite de terrain a permis de vérifier les conditions de stockage et de mise en œuvre de certains matériels mobiles.

L'inspection n'a pas fait l'objet de constat d'écart notable. Ce thème paraît suivi de manière satisfaisante, cependant l'exploitant devra mettre à jour certains documents de référentiel et veiller au suivi rigoureux des matériels mobiles.

ww.asn.fr

## A.  Demandes D'Actions Correctives Référentiel

Les inspecteurs ont contrôlé la bonne déclinaison sur le site des documents d'application nationale. Aucun écart notable n'a été constaté, cependant les inspecteurs ont noté quelques erreurs ponctuelles mineures dans différents documents :
Chapitre VI des règles générales d'exploitation - section 2 ; les références aux procédures nationales applicables citées en page 4/4 ne sont pas au bon indice. Vous avez pu justifier, lors de l'inspection, qu'il s'agit uniquement d'une erreur dans le texte et que les derniers indices des procédures nationales applicables ont bien été déclinés dans votre référentiel.

Par ailleurs, pour le réacteur n°2, le tableau situé en annexe 4 du document « Consignes de conduite incidentelles/accidentelles informatisées RGE chapitre VI pour la tranche de Civaux 2 au PTD EDF » joint en annexe 4 à la section du chapitre VI n'est pas complet. De plus ce document précise, pour les réacteurs n°1 et n°2, en page 5/36, que deux instructions temporaires de sûreté (ITS) nationales sont applicables dès la constitution du jeu PTD EFP : « AAR par ébranlement de structure » et « réalimentation de la bâche ASG
en phase de pré-alerte grand chaud ». Cette dernière ITS ne semble applicable qu'au site de Chooz et ne devrait pas apparaître dans des documents spécifiques au site de Civaux.

Chapitre C.9 du plan d'urgence interne (PUI): la fiche descriptive M12 relative aux généphones ne mentionne pas, en complément, la gestion des éclairages portatifs comme cela est prévu par votre directive 115. Les inspecteurs ont vérifié que les documents opératoires relatifs au contrôle des généphones comportaient bien également le contrôle des éclairages portatifs.

Documents opératoires de contrôle (gammes) : il est mentionné dans la fiche M12 du chapitre C.9 du PUI,
la nécessité de la présence de 9 enrouleurs de 50 mètres pour le fonctionnement des généphones. Or, la gamme de contrôle « inventaire et vérification matériel H3 et incendie » ne mentionne que 3 enrouleurs de 20 mètres et 6 enrouleurs de 50 mètres, dont les inspecteurs ont pu vérifier la présence sur le réacteur n°1.

De plus, cette gamme indique qu'il faut vérifier la date de péremption des comprimés d'iode alors qu'aucune date de péremption ne figure sur les boîtes. Vos représentants ont indiqué que la durée de validité de ces comprimés pouvait être de 10 ans.

Enfin la gamme de contrôle des matériels qui doivent être présents pour l'utilisation des pompes du circuit d'eau brute secourue 9 SEC 017 et 019 PO ne correspond pas à la réalité : les flotteurs utilisés pour les crépines sont situés dans la caisse de la motopompe et non dans le coffre, le pèse antigel est situé dans la caisse pour accessoires et il n'y pas de ruban de type « rubalise » dans cette caisse, contrairement à ce qui est mentionné dans la fiche d'inventaire.

A1. L'ASN vous demande de corriger les erreurs ou incohérences relevées dans les différents documents cités.

A2. L'ASN vous demande de mettre à disposition, sur chaque réacteur, 9 enrouleurs de 50 mètres pour le fonctionnement des généphones, comme cela est prévu dans le chapitre C.9 de votre plan d'urgence interne.

A3. L'ASN vous demande de vous renseigner auprès de votre fournisseur sur la date de péremption des comprimés d'iode à disposition sur le site et de l'en informer. Les documents opératoires devront être mis à jour en conséquence.

## Matériels

Les inspecteurs ont noté, dans l'armoire située à proximité de la salle de commande du réacteur n°1, la présence de casques équipés de lampe frontale mentionnant une date de fin de validité à novembre 1997.

A4. L'ASN vous demande de remplacer ces casques et de vérifier la validité des équipements de protection individuelle mis à disposition du personnel pour les situations incidentelles et accidentelles sur les deux réacteurs.

## B.  Compléments D'Information Capteur Asg 010 Ln

Le réservoir de stockage du système de secours de l'alimentation en eau des générateurs de vapeur (ASG)
est équipé de seuils de niveau. Les seuils de niveau minimum dans le réservoir ont été définis de façon à laisser suffisamment de temps à l'opérateur pour arrêter les pompes ASG avant leur détérioration. La surveillance du niveau « MIN5 » est réalisée sur le capteur ASG 010 LN situé près du réservoir car la lecture du seuil est difficile sur les capteurs retransmis en salle de commande. Contrairement à ces derniers, le capteur ASG 010 LN ne fait pas l'objet d'essais périodiques dans le cadre du chapitre IX des règles générales d'exploitation.

B1. L'ASN vous demande de l'informer des essais périodiques réalisés sur les capteurs ASG 010 LN des deux réacteurs afin de s'assurer de leur fiabilité.

Evénement significatif  pour la sûreté du 24/05/2010 Lors de l'inspection, vous nous avez indiqué que l'événement significatif pour la sûreté du 24/05/2010 relatif à l'atteinte d'un débit de fuite primaire supérieur à 2300 l/h avant entrainé une entrée dans l'approche par état (APE) ferait l'objet d'une analyse approfondie concernant l'aspect conduite incidentelle et accidentelle.

B2. L'ASN vous demande de lui transmettre l'analyse approfondie de l'ESS du 24/05/2010 quand elle sera réalisée.

Demande d'intervention (DI) n° 365172 Lors de l'inspection du panneau de repli, un bourrage papier a été observé sur l'enregistreur 1 RRA 700 EN
qui trace le relevé de la pression du circuit primaire mesurée par le capteur 1 RRA 315 MP. Cet enregistreur faisait l'objet d'une demande d'intervention n°365172. Vos représentants nous ont indiqué qu'après plusieurs dépannages infructueux vous aviez prévu de remplacer cet enregistreur.

B3. L'ASN vous demande de l'informer des suites données à la demande d'intervention n°365172 concernant l'enregistreur 1 RRA 700 EN.

La division de Bordeaux de l'ASN ne dispose pas du dernier indice de la section 1 du chapitre VI des RGE.

B4. L'ASN vous demande de lui transmettre, pour les deux réacteurs, le dernier indice de la section 1 du chapitre VI des RGE.

C.  Observations Sans objet Référentiel Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui ne dépassera pas deux mois. Pour les engagements que vous seriez amené à prendre, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation.

Je vous prie d'agréer, Monsieur le directeur, l'assurance de ma considération distinguée.

Pour le Président de l'Autorité de sûreté nucléaire, et par délégation, le chef de la division de Bordeaux SIGNE PAR
Anne Cécile RIGAIL